JPH0810268B2 - 原子炉プラント用の燃料取扱いシステム - Google Patents
原子炉プラント用の燃料取扱いシステムInfo
- Publication number
- JPH0810268B2 JPH0810268B2 JP2330930A JP33093090A JPH0810268B2 JP H0810268 B2 JPH0810268 B2 JP H0810268B2 JP 2330930 A JP2330930 A JP 2330930A JP 33093090 A JP33093090 A JP 33093090A JP H0810268 B2 JPH0810268 B2 JP H0810268B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- camera
- fuel bundle
- reactor vessel
- handling
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/08—Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 発明の分野 本発明は従来の水冷減速式の沸騰水形および加圧水形
システムのような原子力発電装置に燃料を補給するため
の機械的手段の改良に関するものである。本発明は原子
炉容器内の水中で核燃料束単位を取り扱うための独特の
複合装置で構成され、これは水中に沈められた燃料束を
つかんで移すための観察カメラをそなえた遠隔操作可能
な引掛けかぎを含んでいる。
システムのような原子力発電装置に燃料を補給するため
の機械的手段の改良に関するものである。本発明は原子
炉容器内の水中で核燃料束単位を取り扱うための独特の
複合装置で構成され、これは水中に沈められた燃料束を
つかんで移すための観察カメラをそなえた遠隔操作可能
な引掛けかぎを含んでいる。
発明の背景 通常の水冷減速式の原子力発電装置には、冷却および
中性子減速用の水を入れた大きな圧力容器が含まれてお
り、また水面からかなり深いところに分裂性燃料の発熱
コアが沈められている。沈められたコアの分裂性燃料は
定期的に交換しなければならない。これには使用済み燃
料の除去と新しい燃料の補充、更に部分的に使った燃料
のコア内での配置替えが含まれる。原子炉圧力容器内の
放射能が高レベルであるため、水中に沈められた燃料を
取り扱うための手段は水を入れている原子炉圧力容器の
外側から操作者が遠隔制御しなければならない。
中性子減速用の水を入れた大きな圧力容器が含まれてお
り、また水面からかなり深いところに分裂性燃料の発熱
コアが沈められている。沈められたコアの分裂性燃料は
定期的に交換しなければならない。これには使用済み燃
料の除去と新しい燃料の補充、更に部分的に使った燃料
のコア内での配置替えが含まれる。原子炉圧力容器内の
放射能が高レベルであるため、水中に沈められた燃料を
取り扱うための手段は水を入れている原子炉圧力容器の
外側から操作者が遠隔制御しなければならない。
従来の燃料取扱い装置では、水を入れている原子炉圧
力容器の開放頂部の上から燃料取扱いマストまたはポー
ルが下に伸びており、引掛けかぎヘッドがマストの下端
に固着されている。装置は燃料束に取り付けられるよう
に設計されており、また原子炉容器内に沈んだまま燃料
束を移動することにより使用済みの燃料を取り除いて、
新しい燃料を入れ、コア内で燃料束を配置しなおすこと
ができるように設計されている。燃料取扱いポストはし
ばしば可動プラットホーム上に支持され、可動プラット
ホームから操作される。可動プラットホームは燃料コア
の上の水を入れた原子炉容器の開放頂部の上方で前後に
動くことができる。通常、燃料取扱いマストは可動の支
持プラットホームから下向きに機械的に入れ子式に伸縮
自在であるので、マストの下端に固着された引掛けかぎ
ヘッドを往復動させて原子炉容器の中へ下げたり、それ
から上げたりすることが容易に行える。この構成によ
り、原子炉容器の中とそのまわりに燃料束を動かす際に
大きな融通性が得られる。
力容器の開放頂部の上から燃料取扱いマストまたはポー
ルが下に伸びており、引掛けかぎヘッドがマストの下端
に固着されている。装置は燃料束に取り付けられるよう
に設計されており、また原子炉容器内に沈んだまま燃料
束を移動することにより使用済みの燃料を取り除いて、
新しい燃料を入れ、コア内で燃料束を配置しなおすこと
ができるように設計されている。燃料取扱いポストはし
ばしば可動プラットホーム上に支持され、可動プラット
ホームから操作される。可動プラットホームは燃料コア
の上の水を入れた原子炉容器の開放頂部の上方で前後に
動くことができる。通常、燃料取扱いマストは可動の支
持プラットホームから下向きに機械的に入れ子式に伸縮
自在であるので、マストの下端に固着された引掛けかぎ
ヘッドを往復動させて原子炉容器の中へ下げたり、それ
から上げたりすることが容易に行える。この構成によ
り、原子炉容器の中とそのまわりに燃料束を動かす際に
大きな融通性が得られる。
原子炉容器の水面からかなり深いところに引掛けかぎ
装置を沈めたこのような燃料取扱い装置を原子炉容器の
関数頂部の上方の安全な位置から操作者が容易に操作で
きるようにするため、水中観察手段が用いられるのが普
通である。たとえば遠隔位置にある操作者が水中の操
作、動かすべき燃料集合体に対するマスト上の引掛けか
ぎヘッドの相対位置、および燃料束へのそれの接近をよ
り正確かつ明瞭に見ることができるように、ポールから
吊り下げられて、水面上のモニタ・スクリーンに接続さ
れた水中潜望鏡またはテレビカメラが使用されてきた。
装置を沈めたこのような燃料取扱い装置を原子炉容器の
関数頂部の上方の安全な位置から操作者が容易に操作で
きるようにするため、水中観察手段が用いられるのが普
通である。たとえば遠隔位置にある操作者が水中の操
作、動かすべき燃料集合体に対するマスト上の引掛けか
ぎヘッドの相対位置、および燃料束へのそれの接近をよ
り正確かつ明瞭に見ることができるように、ポールから
吊り下げられて、水面上のモニタ・スクリーンに接続さ
れた水中潜望鏡またはテレビカメラが使用されてきた。
しかし、遠隔操作者が２つの別々の水中装置を操作し
てそれらを協調して制御するのは厄介であり、速度が遅
い。また、時にはスペースの制約のため、このような水
中観察機構を燃料取扱い手段と共に配置することが妨げ
られる。
てそれらを協調して制御するのは厄介であり、速度が遅
い。また、時にはスペースの制約のため、このような水
中観察機構を燃料取扱い手段と共に配置することが妨げ
られる。
通常の水冷減速式の原子炉装置のための燃料束は分裂
性燃料を封入した直径の小さな多数の封止管素子で構成
されるのが普通である。これらの封止管は間隔を置いて
まとめられて組立てユニットとされる。まとめられた管
素子の各組立てユニットには上側および下側エンド・ピ
ースが設けられている。これらのエンド・ピースはまと
められた管素子の端部分を受け入れて固定するためのソ
ケットをそなえている。組立てユニット全体は開放端を
持つハウジングまたはチャネルでほぼ囲まれる。引掛け
かぎ装置のような移動手段を手軽かつ効率的につかんで
確実に固着できるように組立てユニトの上側エンド・ピ
ースにハンドルまたはベイル（bail）が設けられる。各
組立てユニットすなわち燃料束の識別番号がそのベイル
の上部に捺印されている。
性燃料を封入した直径の小さな多数の封止管素子で構成
されるのが普通である。これらの封止管は間隔を置いて
まとめられて組立てユニットとされる。まとめられた管
素子の各組立てユニットには上側および下側エンド・ピ
ースが設けられている。これらのエンド・ピースはまと
められた管素子の端部分を受け入れて固定するためのソ
ケットをそなえている。組立てユニット全体は開放端を
持つハウジングまたはチャネルでほぼ囲まれる。引掛け
かぎ装置のような移動手段を手軽かつ効率的につかんで
確実に固着できるように組立てユニトの上側エンド・ピ
ースにハンドルまたはベイル（bail）が設けられる。各
組立てユニットすなわち燃料束の識別番号がそのベイル
の上部に捺印されている。
多数の燃料入り管素子をまとめて組立てユニットにす
ると、特に再装填の際に燃料の移動が非常に容易になる
という利点がある。
ると、特に再装填の際に燃料の移動が非常に容易になる
という利点がある。
発明の要約 本発明は原子炉装置の水を入れた容器内で燃料束を取
り扱うための改良された装置で構成される。本発明は水
中の燃料束を観察し、水中で燃料束を移動するために、
マストの下端に引掛けかぎヘッドを取り付け、この引掛
けかぎヘッドに観察カメラを設け複合装置で構成され
る。
り扱うための改良された装置で構成される。本発明は水
中の燃料束を観察し、水中で燃料束を移動するために、
マストの下端に引掛けかぎヘッドを取り付け、この引掛
けかぎヘッドに観察カメラを設け複合装置で構成され
る。
発明の目的 本発明の主要な目的は原子炉装置用の改良された燃料
取扱い装置を提供することである。
取扱い装置を提供することである。
本発明のもう一つの目的は水冷減速式の原子炉装置の
収納容器内の水中で燃料束を移動するための独特の燃料
取扱い装置を提供することである。
収納容器内の水中で燃料束を移動するための独特の燃料
取扱い装置を提供することである。
本発明の更にもう１つの目的は原子炉の水を入れた容
器の中に沈めた燃料束の移動を実行するとき水中での観
察を行うための手段を含む水冷減速式の原子炉装置のた
めの燃料取扱い装置を提供することである。
器の中に沈めた燃料束の移動を実行するとき水中での観
察を行うための手段を含む水冷減速式の原子炉装置のた
めの燃料取扱い装置を提供することである。
本発明の更にもう１つの目的はその中に観察カメラが
組み込まれた水中引掛けくぎ手段を含む原子炉内の水中
で燃料束を取り扱うための複合装置を提供することであ
る。
組み込まれた水中引掛けくぎ手段を含む原子炉内の水中
で燃料束を取り扱うための複合装置を提供することであ
る。
本発明の更にもう１つの目的は取扱い装置で行なわれ
るすべての水中作業を綿密に観察するための内部カメラ
をそなえた原子炉用水中燃料取扱い装置を提供すること
である。
るすべての水中作業を綿密に観察するための内部カメラ
をそなえた原子炉用水中燃料取扱い装置を提供すること
である。
発明の詳細な説明 図面、特に第１図に示すように、代表的な水冷減速式
の原子炉発電装置は原子炉容器12を含み、原子炉容器の
とりはずし可能なふた（図示しない）は原子炉の動作中
は圧力容器を閉じて封止する。燃料補給や保守作業のた
めの運転停止の間は、圧力容器の取りはずし可能なふた
は取り外され、別のところに置かれる。原子炉容器12に
は水14が充たされている。この水は核分裂で生じた中性
子を減速し、燃料の核分裂反応で生じた熱を冷却し、発
生した熱エネルギーを蒸気または加圧熱水の形でタービ
ンのような機械的作業への変換手段に送るためのもので
ある。
の原子炉発電装置は原子炉容器12を含み、原子炉容器の
とりはずし可能なふた（図示しない）は原子炉の動作中
は圧力容器を閉じて封止する。燃料補給や保守作業のた
めの運転停止の間は、圧力容器の取りはずし可能なふた
は取り外され、別のところに置かれる。原子炉容器12に
は水14が充たされている。この水は核分裂で生じた中性
子を減速し、燃料の核分裂反応で生じた熱を冷却し、発
生した熱エネルギーを蒸気または加圧熱水の形でタービ
ンのような機械的作業への変換手段に送るためのもので
ある。
燃料コア16が原子炉容器12の中に配置されており、冷
却液／減速用の水14の中に沈められている。燃料コア16
は多数の燃料束18で構成されている。各燃料束には、分
裂性の燃料を封入し、まとめて組立てられて固定されて
複合ユニットとされる間隔を置いて配置され封止された
１群の管が含まれている。燃料束の上側端にはつる状の
ハンドル20をそなえたエンド・ピースが設けられてい
る。このつる状のハンドルは燃料コア16の部分的に使用
済みの燃料の補給または配置替えのために必要なときに
機械的な手段をつかんで、燃料束18を確実に取り扱い且
つ輸送できるようにするためのものである。
却液／減速用の水14の中に沈められている。燃料コア16
は多数の燃料束18で構成されている。各燃料束には、分
裂性の燃料を封入し、まとめて組立てられて固定されて
複合ユニットとされる間隔を置いて配置され封止された
１群の管が含まれている。燃料束の上側端にはつる状の
ハンドル20をそなえたエンド・ピースが設けられてい
る。このつる状のハンドルは燃料コア16の部分的に使用
済みの燃料の補給または配置替えのために必要なときに
機械的な手段をつかんで、燃料束18を確実に取り扱い且
つ輸送できるようにするためのものである。
コア16の燃料補給や燃料配置替えのために燃料束18の
取扱いや移動が容易に行なえるように、原子炉装置10に
は燃料取扱いプラットホーム22が用いられるのが普通で
ある。燃料取扱いプラットホーム22は通常、原子炉容器
用くぼみおよび原子炉容器12の頂部を横切ってまたがっ
て、車輪や軌道のような適当な手段で原子炉容器用くぼ
みおよび原子炉容器12の頂部の上方を前後に動くことが
できるプラットホームで構成される。可動のプラットホ
ーム22により、その上で作業する操作員は燃料コア16の
中の任意の燃料束18の上方の任意の場所に位置すること
ができる。
取扱いや移動が容易に行なえるように、原子炉装置10に
は燃料取扱いプラットホーム22が用いられるのが普通で
ある。燃料取扱いプラットホーム22は通常、原子炉容器
用くぼみおよび原子炉容器12の頂部を横切ってまたがっ
て、車輪や軌道のような適当な手段で原子炉容器用くぼ
みおよび原子炉容器12の頂部の上方を前後に動くことが
できるプラットホームで構成される。可動のプラットホ
ーム22により、その上で作業する操作員は燃料コア16の
中の任意の燃料束18の上方の任意の場所に位置すること
ができる。
燃料取扱いマスト24が燃料取扱いプラットホーム22上
に支持され、それから下側へ伸びて原子炉容器12とその
中の水14の中に入り、燃料コア16のすぐ上まで伸びるこ
とができる。マスト24はその全長にわたって上下に摺動
してコアまで達するようにするか、あるいは入れ子式に
伸縮自在としてコアに達するまで伸長し、そこから収縮
するようにすることができる。
に支持され、それから下側へ伸びて原子炉容器12とその
中の水14の中に入り、燃料コア16のすぐ上まで伸びるこ
とができる。マスト24はその全長にわたって上下に摺動
してコアまで達するようにするか、あるいは入れ子式に
伸縮自在としてコアに達するまで伸長し、そこから収縮
するようにすることができる。
燃料取扱いマスト24の下端には引掛けかぎヘッド26が
固定されており、原子炉容器12とその中の水14の中を下
降して燃料束のハンドル20をつかみ、燃料束18を持ち上
げて移動させる。引掛けかぎヘッド26はハウジング28を
含んでいる。ハウジング28には、ハンドル20をつかんで
移動のため燃料束18をしっかりと保持するための引掛け
かぎ30が設けられている。マスト24とヘッド26の引掛け
かぎ30とはともに、原子炉容器12の上方、たとえば燃料
束取扱いプラットホーム22上に居る操作員により遠隔操
作される。
固定されており、原子炉容器12とその中の水14の中を下
降して燃料束のハンドル20をつかみ、燃料束18を持ち上
げて移動させる。引掛けかぎヘッド26はハウジング28を
含んでいる。ハウジング28には、ハンドル20をつかんで
移動のため燃料束18をしっかりと保持するための引掛け
かぎ30が設けられている。マスト24とヘッド26の引掛け
かぎ30とはともに、原子炉容器12の上方、たとえば燃料
束取扱いプラットホーム22上に居る操作員により遠隔操
作される。
本発明によれば、引掛けかぎヘッド26のハウジング28
の中にテレビジョン用のカメラ32が封入されている。カ
メラ32には伝送および制御用ケーブル34が設けられてい
る。ケーブル34はカメラからマスト24に沿って上方に伸
びて可動のプラットホーム22に達する。プラットホーム
上の操作員はカメラ32を介して水中を観察し、カメラお
よび水中の照明を操作して観察しやすくする。操作員が
観察できるようにゲーブル34はモニタ36のようなテレビ
ジョン・モニタに接続されている。それに加えて、ある
いはそれに替えて、操作員がマストを介して引掛けかぎ
ヘッド26を操作しやすいように燃料取扱いマスト24の上
端に小さな画面のモニタを取り付けることもできる。
の中にテレビジョン用のカメラ32が封入されている。カ
メラ32には伝送および制御用ケーブル34が設けられてい
る。ケーブル34はカメラからマスト24に沿って上方に伸
びて可動のプラットホーム22に達する。プラットホーム
上の操作員はカメラ32を介して水中を観察し、カメラお
よび水中の照明を操作して観察しやすくする。操作員が
観察できるようにゲーブル34はモニタ36のようなテレビ
ジョン・モニタに接続されている。それに加えて、ある
いはそれに替えて、操作員がマストを介して引掛けかぎ
ヘッド26を操作しやすいように燃料取扱いマスト24の上
端に小さな画面のモニタを取り付けることもできる。
カメラ32は引掛けかぎ30より上の引掛けかぎヘッドの
ハウジングの上部の中に配置することが好ましい。そう
すれば、引掛けかぎの操作機構を妨害することが避けら
れる。この操作機構は従来の設計のものとすることがで
きる。
ハウジングの上部の中に配置することが好ましい。そう
すれば、引掛けかぎの操作機構を妨害することが避けら
れる。この操作機構は従来の設計のものとすることがで
きる。
カメラ32にはプリズム状の観察ベッドを設けることが
好ましい。遠隔操作者は引掛けかぎヘッドのハウジング
28の中でカメラ32を水平に回転させることができる。カ
メラ32は取り囲んでいる透明な石英シールド38、たとえ
ば囲んでいる石英円筒または他の透明材料によって放射
線から保護されており、またＯリングのような適当な封
止物によってその中に封入されることにより放射線や水
から長期間確実に保護される。
好ましい。遠隔操作者は引掛けかぎヘッドのハウジング
28の中でカメラ32を水平に回転させることができる。カ
メラ32は取り囲んでいる透明な石英シールド38、たとえ
ば囲んでいる石英円筒または他の透明材料によって放射
線から保護されており、またＯリングのような適当な封
止物によってその中に封入されることにより放射線や水
から長期間確実に保護される。
引掛けかぎヘッドのハウジング28には複数個の窓40が
設けられている。この窓により、カメラ32は異なる方向
を観察することができ、また原子炉容器12の中の燃料コ
ア16のまわりのすべての感心のある点からの像を送るこ
とができる。引掛けかぎヘッドのハウジング28の異なる
側面または位置に少なくとも３個の窓40,40′および4
0″を設けることが好ましい。これにより、カメラ32は
いくつかの異なった方向を観察することができるので、
燃料コアのまわりの圧力容器の中のすべての関連した面
を見ることができる。たとえば、窓40は引掛けかぎヘッ
ドのハウジング28の一方の面から水平に外を見ることが
でき、第２の窓40′はハウジング28の第２の面から外を
見ることができ、第３の窓40″は窓40′と協同して異な
る方向に視野を導く。カメラ32のためにハウジング28に
付加的な窓を設けることができるのはもちろんである。
ハウジングの窓40はカメラ32のプリズム状観察ヘッドと
適当に整合している。
設けられている。この窓により、カメラ32は異なる方向
を観察することができ、また原子炉容器12の中の燃料コ
ア16のまわりのすべての感心のある点からの像を送るこ
とができる。引掛けかぎヘッドのハウジング28の異なる
側面または位置に少なくとも３個の窓40,40′および4
0″を設けることが好ましい。これにより、カメラ32は
いくつかの異なった方向を観察することができるので、
燃料コアのまわりの圧力容器の中のすべての関連した面
を見ることができる。たとえば、窓40は引掛けかぎヘッ
ドのハウジング28の一方の面から水平に外を見ることが
でき、第２の窓40′はハウジング28の第２の面から外を
見ることができ、第３の窓40″は窓40′と協同して異な
る方向に視野を導く。カメラ32のためにハウジング28に
付加的な窓を設けることができるのはもちろんである。
ハウジングの窓40はカメラ32のプリズム状観察ヘッドと
適当に整合している。
引掛けかぎヘッドのハウジング28の１つの窓、たとえ
ば第２の面の窓40′は引掛けかぎヘッドのハウジング28
の中心軸から垂直に下を見るために配置されている。カ
メラ32がこのように垂直に下を見ることができるように
する１つの方法では、第２、３および４図に示すよう
に、引掛けかぎヘッドのハウジング28に窓40′の下にそ
れとそろえて窓40″を設ける。このように整列した上下
の窓開口40′および40″にはそれぞれほぼ45度の斜めの
反射面42および42′が設けられている。これにより、引
掛けかぎヘッドのハウジング28の中のカメラ32から外に
向う視線が約90度下に曲げられて水平から垂直となり、
その後再び約90度横に曲げられて垂直から水平になり、
ハウジング32内に戻る。引掛けかぎヘッドのハウジング
28の下部のほぼ中央に約45度のもう１つの斜めの反射面
42″が配置されている。これにより反射面42および42′
からの視線はもう一度約90度下に曲げられて、水平方向
から垂直方向になり、引掛けかぎヘッドのハウジング28
の開放された底部を通って垂直に引掛けかぎ30の間を通
る。
ば第２の面の窓40′は引掛けかぎヘッドのハウジング28
の中心軸から垂直に下を見るために配置されている。カ
メラ32がこのように垂直に下を見ることができるように
する１つの方法では、第２、３および４図に示すよう
に、引掛けかぎヘッドのハウジング28に窓40′の下にそ
れとそろえて窓40″を設ける。このように整列した上下
の窓開口40′および40″にはそれぞれほぼ45度の斜めの
反射面42および42′が設けられている。これにより、引
掛けかぎヘッドのハウジング28の中のカメラ32から外に
向う視線が約90度下に曲げられて水平から垂直となり、
その後再び約90度横に曲げられて垂直から水平になり、
ハウジング32内に戻る。引掛けかぎヘッドのハウジング
28の下部のほぼ中央に約45度のもう１つの斜めの反射面
42″が配置されている。これにより反射面42および42′
からの視線はもう一度約90度下に曲げられて、水平方向
から垂直方向になり、引掛けかぎヘッドのハウジング28
の開放された底部を通って垂直に引掛けかぎ30の間を通
る。
ハウジング28の中に封入されたカメラ32を回転させる
ことにより、このように引掛けかぎヘッドのハウジング
28の窓をカメラ32のプリズマ状観察ヘッドに整列させる
と、カメラはその下の燃料コア16の垂直像を録画して、
モニタ36に伝送することができる。これにより引掛けか
ぎ30を誘導操作して、水中の燃料束18のハンドル20を把
持して、原子炉容器12内およびそのまわりに移動させ、
また燃料束の識別番号を観察して記録することができ
る。更にカメラ32を遠隔操作により回転させ、カメラの
プリズマ状観察ヘッドを引掛けかぎヘッドのハウジング
28の他の窓と整列させることにより、カメラは原子炉容
器12内および燃料コア16のまわりの水平像を録画して、
モニタ32に送信することができる。これにより水中の燃
料束18が燃料コア16の中に正しく配置されているか点検
し、確認することができる。
ことにより、このように引掛けかぎヘッドのハウジング
28の窓をカメラ32のプリズマ状観察ヘッドに整列させる
と、カメラはその下の燃料コア16の垂直像を録画して、
モニタ36に伝送することができる。これにより引掛けか
ぎ30を誘導操作して、水中の燃料束18のハンドル20を把
持して、原子炉容器12内およびそのまわりに移動させ、
また燃料束の識別番号を観察して記録することができ
る。更にカメラ32を遠隔操作により回転させ、カメラの
プリズマ状観察ヘッドを引掛けかぎヘッドのハウジング
28の他の窓と整列させることにより、カメラは原子炉容
器12内および燃料コア16のまわりの水平像を録画して、
モニタ32に送信することができる。これにより水中の燃
料束18が燃料コア16の中に正しく配置されているか点検
し、確認することができる。
この構成により、原子炉容器12内の水中で動作させな
がらカメラ32を物理的破損、たとえば原子炉構成要素ま
たは燃料束18との衝突から防止する。引掛けかぎヘッド
のハウジング28の中に封入されたカメラ32の融通性のあ
る観察能力により垂直観察が可能となり、燃料コアを調
べたり、コアパターンと燃料束のその中の配置を確かめ
ることができる。
がらカメラ32を物理的破損、たとえば原子炉構成要素ま
たは燃料束18との衝突から防止する。引掛けかぎヘッド
のハウジング28の中に封入されたカメラ32の融通性のあ
る観察能力により垂直観察が可能となり、燃料コアを調
べたり、コアパターンと燃料束のその中の配置を確かめ
ることができる。
第１図は水冷減速式の原子炉装置の概略横断面図であ
る。第２図は水中作業のためにマストに取り付けられた
引掛けかぎヘッドの概略斜視図である。第３図はマスト
に取り付けられた引掛けかぎヘッドの一部分の概略横断
面図である。第４図は引掛けかぎヘッドと燃料束の上部
とを示す概略側面図である。第５図は第４図の引掛けか
ぎヘッドを燃料束の上部とを示す別の概略側面図であ
る。 ［主な符号の説明］ 10……原子炉装置、 12……原子炉容器、 16……燃料コア、 18……燃料束、 22……プラットホーム、 24……燃料束取扱いマスト、 26……引掛けかぎヘッド、 30……引掛けかぎ、 32……カメラ、 34……ケーブル、 40……窓、 42……反射面。
る。第２図は水中作業のためにマストに取り付けられた
引掛けかぎヘッドの概略斜視図である。第３図はマスト
に取り付けられた引掛けかぎヘッドの一部分の概略横断
面図である。第４図は引掛けかぎヘッドと燃料束の上部
とを示す概略側面図である。第５図は第４図の引掛けか
ぎヘッドを燃料束の上部とを示す別の概略側面図であ
る。 ［主な符号の説明］ 10……原子炉装置、 12……原子炉容器、 16……燃料コア、 18……燃料束、 22……プラットホーム、 24……燃料束取扱いマスト、 26……引掛けかぎヘッド、 30……引掛けかぎ、 32……カメラ、 34……ケーブル、 40……窓、 42……反射面。
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉プラント用の燃料取扱いシステムで
あって、前記原子炉プラントは、開放可能な頂部と、取
り外し可能なカバーとを有している原子炉容器と、該原
子炉容器を実質的に満たしている水の中に沈められて該
原子炉容器内に収容されており、ユニットにまとめられ
た核分裂性燃料を封入している封止された管素子群で形
成されている多数の燃料束を含んでいる燃料コアとを含
んでおり、 前記原子炉容器の開放された頂部の上方を移動可能な燃
料束取扱いプラットホームと、 該プラットホームから下方に伸長可能な燃料束取扱いマ
ストであって、該マストの下端が、前記頂部を開放した
原子炉容器内に入って水中に沈められた前記燃料コアに
達している、燃料束取扱いマストと、 前記マストの下端に装着されている引掛けかぎヘッドで
あって、燃料束を把持して該燃料束を移動させる引掛け
かぎ手段が設けられている引掛けかぎヘッドと、 該引掛けかぎヘッド内に封入されているカメラであっ
て、該カメラには、前記燃料コアの燃料束をいくつかの
方向から該カメラで観察すると共に、燃料束を近接して
観察するためのいくつかの窓が設けられており、該カメ
ラは、前記燃料コアの燃料束を観察するために前記原子
炉容器より上方に配置されている少なくとも１つの観察
用モニタに該カメラを接続しているケーブルを有してい
る、カメラとを備えた原子炉プラント用の燃料取扱いシ
ステム。 - 【請求項２】前記引掛けかぎヘッド内のいくつかの窓に
は、前記カメラの視野を異なる方向に向ける斜めの反射
面が設けられている請求項１に記載のシステム。 - 【請求項３】前記引掛けかぎヘッド内に封入されている
前記カメラは、耐放射線性の石英壁により取り囲まれて
いる請求項１に記載のシステム。 - 【請求項４】前記引掛けかぎヘッドには、燃料束を把持
すると共に移動させるように協働している一対の引掛け
かぎが設けられている請求項１に記載のシステム。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US453,896 | 1989-12-20 | ||
| US07/453,896 US5028379A (en) | 1989-12-20 | 1989-12-20 | Fuel handling system for nuclear reactor plants |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03195999A JPH03195999A (ja) | 1991-08-27 |
| JPH0810268B2 true JPH0810268B2 (ja) | 1996-01-31 |
Family
ID=23802493
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2330930A Expired - Lifetime JPH0810268B2 (ja) | 1989-12-20 | 1990-11-30 | 原子炉プラント用の燃料取扱いシステム |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5028379A (ja) |
| EP (1) | EP0434291A1 (ja) |
| JP (1) | JPH0810268B2 (ja) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5104612A (en) * | 1991-04-16 | 1992-04-14 | General Electric Company | Fuel handling grapple for nuclear reactor plants |
| US5295167A (en) * | 1993-02-16 | 1994-03-15 | General Electric Company | Service pole caddy system |
| US5490185A (en) * | 1993-07-23 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for automatic refueling of a nuclear reactor |
| GB9404728D0 (en) * | 1994-03-11 | 1994-04-27 | British Nuclear Fuels Plc | Arrangements for use with radiation shielded enclosures |
| US5594764A (en) * | 1995-06-06 | 1997-01-14 | Westinghouse Electric Corporation | Automated video characterization of nuclear power plant components |
| FR2743444B1 (fr) * | 1995-10-13 | 1998-05-22 | Systel Electronique | Procede de visualisation et d'identification sous l'eau d'assemblage de combustible nucleaire et installations le mettant en oeuvre |
| US5838752A (en) * | 1996-02-20 | 1998-11-17 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Apparatus and method for carrying out workings at reactor bottom |
| DE102006034680A1 (de) * | 2006-07-24 | 2008-01-31 | Areva Np Gmbh | Brennelement-Lademaschine und Verfahren zur Handhabung von Brennelementen |
| ITGE20100078A1 (it) * | 2010-07-20 | 2012-01-21 | Ts R & D S R L | Struttura di sostegno |
| KR101179080B1 (ko) * | 2010-11-22 | 2012-09-03 | 두산중공업 주식회사 | 원자력발전소의 연료취급설비 원격제어 시스템 |
| DE102011007035A1 (de) | 2011-04-08 | 2012-10-11 | Robert Bosch Gmbh | Verfahren, LOC und Analysevorrichtung zur Lyse von Zellen und PCR-Amplifikation |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB923818A (en) * | 1958-10-30 | 1963-04-18 | Pye Ltd | Improvements in or relating to television cameras |
| FR2349925A1 (fr) * | 1976-04-28 | 1977-11-25 | Framatome Sa | Machine de chargement d'un reacteur nucleaire |
| FR2520546B1 (fr) * | 1982-01-28 | 1988-07-15 | Seri Renault Ingenierie | Dispositif de surveillance et de visualisation des operations de manutention ou autres en milieu aquatique |
| US4929413A (en) * | 1982-05-26 | 1990-05-29 | Westinghouse Electric Corp. | Television alignment of mast assembly in refueling of nuclear reactor |
| US4643867A (en) * | 1983-11-21 | 1987-02-17 | Westinghouse Electric Corp. | Refueling machine mounted fuel assembly inspection T.V. cameras |
| US4650634A (en) * | 1983-11-21 | 1987-03-17 | Westinghouse Electric Corp. | Quick release cushioned T.V. camera mount |
| JPS6189198U (ja) * | 1984-11-15 | 1986-06-10 | ||
| US4636846A (en) * | 1985-11-06 | 1987-01-13 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Optical scanning apparatus for indicia imprinted about a cylindrical axis |
| FR2593598B1 (fr) * | 1986-01-27 | 1988-04-22 | Framatome Sa | Procede et dispositif de controle de la verticalite du mat de manutention d'une machine |
| US4886348A (en) * | 1988-10-26 | 1989-12-12 | Westinghouse Electric Corp. | Total transmissibility optical system |
-
1989
- 1989-12-20 US US07/453,896 patent/US5028379A/en not_active Expired - Fee Related
-
1990
- 1990-11-30 JP JP2330930A patent/JPH0810268B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1990-12-12 EP EP90313488A patent/EP0434291A1/en not_active Ceased
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5028379A (en) | 1991-07-02 |
| JPH03195999A (ja) | 1991-08-27 |
| EP0434291A1 (en) | 1991-06-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3121077B2 (ja) | 加圧水型原子炉における炉心計装装置 | |
| JPH0810268B2 (ja) | 原子炉プラント用の燃料取扱いシステム | |
| CN1080766A (zh) | 用于顶置仪表系统成一体的头部装置 | |
| EP0509837B1 (en) | Fuel handling grapple for nuclear reactor plants | |
| US3600277A (en) | Refueling apparatus and method for fast reactors | |
| JP3221769B2 (ja) | 原子炉用ヘッド取付け式計装 | |
| US5098644A (en) | Apparatus for consolidation of spent nuclear fuel rods | |
| GB844765A (en) | Improvements in or relating to nuclear reactors | |
| JP3131046B2 (ja) | 原子炉容器からの検出器シンブルの除去工具及び方法 | |
| US20250079028A1 (en) | Refuelling of a nuclear reactor | |
| JP7840479B1 (ja) | 上部炉心構造物の解体方法 | |
| GB1064382A (en) | Device for regulating the power of a nuclear reactor | |
| JP2014109527A (ja) | 仮設揚重設備 | |
| US12555695B2 (en) | Nuclear power generation system | |
| Jerkins | Paper 11: Fuel-Handling Equipment for Dungeness ‘B’ | |
| US20230420150A1 (en) | Internals lifting device | |
| Cahalan et al. | Liquid salt-very high temperature reactor: survey of sodium-cooled fast reactor fuel handling systems for relevant design and operating characteristics. | |
| JPS62245193A (ja) | 炉心組立体格納構成体 | |
| JPS6171394A (ja) | 炉内作業装置 | |
| JP2012047526A (ja) | 燃料集合体及び燃料番号確認方法 | |
| McLain et al. | Methods of Refueling Heterogeneous Nuclear Reactors | |
| Mayers et al. | Improvement of availability of PWR nuclear plants through the reduction of the time required for refueling/maintenance outages | |
| JPH01274096A (ja) | 燃料交換機 | |
| Cesari | A refuelling machine for liquid cooled power reactors with vertical pressure vessel | |
| JPS59126995A (ja) | 核燃料チヤンネル着脱機 |